Les mesures fines des faibles radioactivités par la spectrométrie gamma nécessitent l'optimisation de la géométrie de détection et la connaissance du schéma de niveaux des raies gamma. Ainsi, on peut augmenter le taux de comptage et par conséquent, réduire l'incerti- tude statistique des pics spectraux exploités pour le calcul de l'activité des radio-isotopes en rapprochant le plus possible l'échantillon du détecteur. Cependant, l'augmentation du volume de l'échantillon demande une correction de l'auto-absorption des émissions par l'échantillon même, et le rapprochement du détecteur est à l'origine du phénomène de pic-somme. L'utilisation de MCNPX a permis de mettre en évidence les effets séparés de la densité de l'échantillon et le nombre atomique effectif dans l'atténuation des photons d'énergie inférieure à 100 keV. Les facteurs de correction du pic-somme sont obtenus par MCNPX, GESPCOR et ETNA. Ainsi, une base des données pour 244 radionucléides a été établie pour des géométrie SG50 et SG500 au contact d'un détecteur. Dans une application à la radioprotection, des échantillons de mat'eriaux de construction ont été analysés par la spectrométrie gamma. L'Uranium-238, le Thorium-232 et le Potassium-40 ont été identifiés et corrigés des effets sus-cités. La dosimétrie de leurs rayonnements gamma a permis d'évaluer les indices de risque, la dose absorbée et la dose efficace annuelle reçues provenant de ces matériaux. Les simulations par MCNPX corroborent le modèle de calcul de la dose absorbée. Il a permis aussi d'étudier la distribution de la dose dans les habitations de diff'erentes dimensions. Les résultats obtenus sont dans les limites réglementaires.

Les mesures fines des faibles radioactivités par la spectrométrie gamma nécessitent l'optimisation de la géométrie de détection et la connaissance du schéma de niveaux des raies gamma. Ainsi, on peut augmenter le taux de comptage et par conséquent, réduire l'incertitude statistique des pics spectraux exploités pour le calcul de l'activité des radio-isotopes en rapprochant le plus possible l'échantillon du détecteur. Cependant, l'augmentation du volume de l'échantillon demande une correction de l'auto-absorption des émissions par l'échantillon même, et le rapprochement du détecteur est à l'origine du phénomène de pic-somme. L'utilisation de MCNPX a permis de mettre en évidence les effets séparés de la densité de l'échantillon et le nombre atomique effectif dans l'atténuation des photons d'énergie inférieure à 100 keV. Les facteurs de correction du pic-somme sont obtenus par MCNPX, GESPCOR et ETNA. Ainsi, une base des données pour 244 radionucléides a été établie pour des géométries SG50 et SG500 au contact d'un détecteur. Dans une application à la radioprotection, des échantillons de matériaux de construction ont été analysés par la spectrométrie gamma. L'Uranium-238, le Thorium-232 et le Potassium-40 ont été identifiés et corrigés des effets sus-cités. La dosimétrie de leurs rayonnements gamma a permis d'évaluer les indices de risque, la dose absorbée et la dose efficace annuelle reçues provenant de ces matériaux. Les simulations par MCNPX corroborent le modèle de calcul de la dose absorbée. Il a permis aussi d'étudier la distribution de la dose dans les habitations de différentes dimensions. Les résultats obtenus sont en accord avec les limites règlementaires.

Les mesures fines des faibles radioactivités par la spectrométrie gamma nécessitent l’optimisation de la géométrie de détection et la connaissance du schéma de niveaux des raies gamma. Ainsi, on peut augmenter le taux de comptage et par conséquent, réduire l’incertitude statistique des pics spectraux exploités pour le calcul de l’activité des radio-isotopes en rapprochant le plus possible l’échantillon du détecteur. Cependant, l’augmentation du volume de l’échantillon demande une correction de l’auto-absorption des émissions par l’échantillon même, et le rapprochement du détecteur est à l’origine du phénomène de pic-somme. L’utilisation de MCNPX a permis de mettre en évidence les effets séparés de la densité de l’échantillon et le nombre atomique effectif dans l’atténuation des photons d’énergie inférieure à 100 keV. Les facteurs de correction du pic-somme sont obtenus par MCNPX, GESPCOR et ETNA. Ainsi, une base des données pour 244 radionucléides a été établie pour des géométries SG50 et SG500 au contact d’un détecteur. Dans une application à la radioprotection, des échantillons de matériaux de construction ont été analysés par la spectrométrie gamma. L’Uranium-238, le Thorium-232 et le Potassium-40 ont été identifiés et corrigés des effets sus-cités. La dosimétrie de leurs rayonnements gamma a permis d’évaluer les indices de risque, la dose absorbée et la dose efficace annuelle reçues provenant de ces matériaux. Les simulations par MCNPX corroborent le modèle de calcul de la dose absorbée. Il a permis aussi d'étudier la distribution de la dose dans les habitations de différentes dimensions. Les résultats obtenus sont en accord avec les limites règlementaires. / Precisely measuring weakly radioactive samples by gamma-ray spectrometry requires optimizing the detection geometry and knowledge of the gamma-ray decay scheme. One can thus increase the counting rate and reduce the statistical uncertainty of the spectral peaks used to determine radioisotope activities. However, an increased sample volume requires a correction for the self-absorption of y-rays in the sample itself, and approaching a sample to the detector gives rise to coincidence summing. MCNPX simulations permitted finding the separate influence of sample density and effective atomic number of the sample in the attenuation of photons with energies less than 100 keV. Peak-summing corrections were obtained with MCNPX, GESPCOR and ETNA. Thus a data base for 244 radionuclides could be established for SG50 and SG500 geometries in contact with a planar detector. In an application of the results to the health physics domain, construction materials were analyzed. Naturally-occurring Uranium-238, Thorium-232 and Potassium-40 activities were identified and corrected for the above-mentioned effects in order to evaluate the risk indexes, the absorbed dose and the annual effective dose received from different dimensions built of these materials. MCNPX simulations corroborated the model used to calculate the absorbed dose and gave its distribution in an enclosed space. The results obtained are within the recommended norms.

Le Réacteur Jules Horowitz (RJH) est un réacteur d’irradiation technologique actuellement en construction au CEA Cadarache. Ce réacteur permettra de réaliser les études scientifiques sur le comportement des matériaux et des combustibles sous irradiation.Pour répondre aux enjeux du RJH, il est nécessaire de valider les outils de calcul des échauffements photoniques (les codes de calcul et la librairie européenne JEFF3.1.1 de données nucléaires) pour le cas spécifique du RJH. Cette problématique est traitée en 3 volets dans cette thèse.Le 1er volet a consisté à quantifier le biais de calcul dû aux données nucléaires de la librairie européenne JEFF3.1.1 pour les calculs d’échauffements photoniques dans le RJH. Ce travail repose sur l’interprétation, avec le code TRIPOLI-4, de mesures d’échauffements réalisées dans la maquette critique EOLE du CEA Cadarache.Le 2ème volet a consisté à obtenir des éléments sur les biais de calcul des échauffements photoniques dus aux méthodes de calcul elles-mêmes. La comparaison calcul / calcul entre différents codes Monte Carlo met en évidence l’importance du transport des particules chargées pour les calculs d’échauffements.Le 3ème volet de ce travail a consisté à fournir des points de comparaison calcul / mesure pour des mesures d’échauffements réalisées dans le réacteur OSIRIS avec une première version du dispositif CARMEN. Le dispositif CARMEN est un projet de dispositif de mesure multi-détecteur innovant pour le RJH. En conclusion, cette thèse a apporté des éléments de validation des calculs d’échauffements photoniques pour le RJH. Ces éléments ont d’ores et déjà été capitalisés pour les études de sûreté du RJH. / The Jules Horowitz Reactor (JHR) is the next MTR under construction at CEA Cadarache research center. The JHR will be a major research infrastructure for the test of structural material and fuel behavior under irradiation.To be up to the challenges set by the JHR, It is necessary to validate photon-heating calculation tools (calculation codes and the European nuclear-data JEFF3.1.1 library) for specific use in the JHR. This topic is handled with a three-prong work plan. The first part consisted in quantifying the calculation bias due to the JEFF3.1.1 nuclear-data library on JHR photon-heating calculations. This work relies on the interpretation, with the TRIPOLI-4 code, of heating measurements carried out in the EOLE critical mock-up at CEA Cadarache.The second part of this work is dedicated to the determination of photon-heating calculation biases linked to the approximations of calculation schemes. The calculation / calculation comparison between different Monte Carlo codes highlights the importance of charged-particle transport for heating calculations.The third part of this work consisted in providing calculation / measurement comparisons for heating measurements carried out in the OSIRIS reactor with a prototype of the CARMEN device. The CARMEN device aims at measuring neutron flux, photon flux and nuclear heating simultaneously in the different experimental locations of JHR. In conclusion, this work brings forth validation elements for JHR photon-heating calculations. These elements are already taken into account for the estimation of biases and uncertainties associated with photon-heating calculations for JHR performance and safety studies.

Cette thèse a été réalisée dans le cadre de la dosimétrie des faisceaux de haute énergie délivrés au patient pendant un traitement de radiothérapie externe. L'objectif de ce travail est de vérifier que la distribution de dose 3D absorbée dans le patient est conforme au calcul réalisé sur le système de planification de traitement (TPS) à partir de l'imageur portal (en anglais : Electronic Portal Imaging Device, EPID). L'acquisition est réalisée en mode continu avec le détecteur aS-1200 au silicium amorphe embarqué sur la machine TrueBeam STx (VARIAN Medical system, Palo Alto, USA). Les faisceaux ont une énergie de 10 MeV et un débit de 600 UM.min-1. La distance source-détecteur (DSD) est de 150 cm. Après correction des pixels défectueux, une étape d'étalonnage permet de convertir leur signal en dose absorbée dans l'eau via une fonction de réponse. Des kernels de correction sont également utilisés pour prendre en compte la différence de matériaux entre l'EPID et l'eau et pour corriger la pénombre sur les profils de dose. Un premier modèle de calcul a permis ensuite de rétroprojeter la dose portale en milieu homogène en prenant en compte plusieurs phénomènes : les photons diffusés provenant du fantôme et rajoutant un excès de signal sur les images, l'atténuation des faisceaux, la diffusion dans le fantôme, l'effet de build-up et l'effet de durcissement du faisceau avec la profondeur. La dose reconstruite est comparée à celle calculée par le TPS avec une analyse gamma globale (3% du maximum de dose et 3 mm de DTA). L'algorithme a été testé sur un fantôme cylindrique homogène et sur un fantôme de pelvis à partir de champs modulés en intensité (RCMI) et à partir de champs d'arcthérapie volumique modulés, VMAT selon l'acronyme anglais Volumetric Modulated Arc Therapy. Le modèle a ensuite été affiné pour prendre en compte les hétérogénéités traversées dans le milieu au moyen des distances équivalentes eau dans une nouvelle approche de dosimétrie plus connue sous le terme de " in aqua vivo " (1). Il a été testé sur un fantôme thorax et, in vivo sur 10 patients traités pour une tumeur de la prostate à partir de champs VMAT. Pour finir, le modèle in aqua a été testé sur le fantôme thorax avant et après y avoir appliqué certaines modifications afin d'évaluer la possibilité de détection de sources d'erreurs pouvant influencer la bonne délivrance de la dose au patient.[...] / This thesis aims at the dosimetry of high energy photon beams delivered to the patient during an external radiation therapy treatment. The objective of this work is to use EPID the Electronic Portal Imaging Device (EPID) in order to verify that the 3D absorbed dose distribution in the patient is consistent with the calculation performed on the Treatment Planning System (TPS). The acquisition is carried out in continuous mode with the aS-1200 amorphous silicon detector embedded on the TrueBeam STx machine (VARIAN Medical system, Palo Alto, USA) for 10MV photons with a 600 UM.min-1 dose rate. The source-detector distance (SDD) is 150 cm. After correction of the defective pixels, a calibration step is performed to convert the signal into an absorbed dose in water via a response function. Correction kernels are also used to take into account the difference in materials between EPID and water and to correct penumbra. A first model of backprojection was performed to reconstruct the absorbed dose distribution in a homogeneous medium by taking into account several phenomena: the scattered photons coming from the phantom to the EPID, the attenuation of the beams, the diffusion into the phantom, the build-up, and the effect of beam hardening with depth. The reconstructed dose is compared to the one calculated by the TPS with global gamma analysis (3% as the maximum dose difference criteria and 3mm as the distance to agreement criteria). The algorithm was tested on a homogeneous cylindrical phantom and a pelvis phantom for Intensity-Modulated Radiation Therapy (IMRT) and (Volumetric Arc Therapy (VMAT) technics. The model was then refined to take into account the heterogeneities in the medium by using radiological distances in a new dosimetrical approach better known as "in aqua vivo" (1). It has been tested on a thorax phantom and, in vivo on 10 patients treated for a prostate tumor from VMAT fields. Finally, the in aqua model was tested on the thorax phantom before and after making some modifications to evaluate the possibility of detecting errors that could affect the correct delivery of the dose to the patient. [...]

La spectrométrie γ dose en une seule mesure tous les émetteurs γ dans un échantillon. L’auto-absorption des rayonnements γ dans des échantillons se manifeste par des pertes ou des gains d'impulsions. Pour caractériser une nouvelle géométrie de comptage, des améliorations du dispositif existant ont été apportées par des simulations MCNPX. Avec ce nouveau dispositif nous avons pu spécifier les doses absorbées et efficaces annuelles ainsi que les facteurs de conversion de dose des radioisotopes naturels pour des matériaux de construction et des prélèvements de sols. Des simulations ont montré l’influence des seuils de détection des rayonnements γ donc sur les facteurs de conversion de dose et la nécessité d’une mise à jour de ces facteurs. L’analyse par spectrométrie γ in situ du sol fait appel à des efficacités de détection simulées par MCNPX pour une source aux dimensions semi-infinies. Une application a été réalisée autour d’une centrale nucléaire et une autre pour une société. / Γ-ray spectrometry enables determining all γ-ray emitters in a sample with a single measurement. Self-absorption of γ-rays in samples is manifest by a loss or a gain of pulses that results in a poor estimation of the counting efficiency. To characterize a new counting geometry improvements of the existing set-up were made with MCNPX simulations. With the new geometry we could specify absorbed and annual effective doses as well as dose conversion factors for the natural radioisotopes of several building materials and soil samples. Simulations show the influence of detection limits of γ-radiation on dose conversion factors and the need for updating these factors. γ-ray measurements of soil in situ require different counting efficiencies simulated by MCNPX for a semi-infinite source. Two in-situ soil analyses were made, one around a nuclear power and the other for a private company.